JP2011174838A

JP2011174838A - Core of fast breeder reactor

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Publication number: JP2011174838A
Application number: JP2010039671A
Authority: JP
Inventors: Koji Fujimura; 幸治藤村; Koji Nanba; 孝次難波; Takeshi Nitawaki; 武志仁田脇
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2010-02-25
Filing date: 2010-02-25
Publication date: 2011-09-08

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a compact core of a fast breeder reactor. SOLUTION: The core 1 of the fast breeder reactor includes, in a radial direction, an inner core fuel region 3 located in a central section; an outer core fuel region 4 surrounding the inner core fuel region 3; a radial blanket region 5 surrounding the outer core fuel region 4; and a shield region 6 surrounding the radial blanket region 5. The shield region 6 contains a plurality of shield assemblies 11 having a plurality of shielding bars filled with hafnium hydroxide. Only one shield assembly 11 is disposed in the radial direction of the core 1. Accordingly, the shield region 6 consists of an array of one layer of the shield assemblies 11 circularly disposed adjacent to the radial blanket region 5. Fast neutrons and γ-rays, which have reached the shield region 6 from the core fuel region, are shielded by an action of the hafnium hydroxide. COPYRIGHT: (C)2011,JPO&INPIT

Description

本発明は、高速増殖炉の炉心に関する。 The present invention relates to a fast breeder reactor core.

高速増殖炉の炉心及び燃料集合体については、平川直弘、岩崎智彦著「原子炉物理入門」（東北大学出版会、２００３年１０月３０日、ｐ２７９〜２８６）に記載されている。高速増殖炉の炉心に装荷される燃料集合体は、プルトニウム（Ｐｕ）を富化した劣化ウランを含む複数の燃料ペレットを収納した複数の燃料棒を束ねた燃料棒束、この燃料棒束を取り囲む横断面が正六角形のラッパー管、燃料棒束より上方に位置している冷却材流出部、及び燃料棒束の下方に位置する中性子遮蔽体及び冷却材流入部（エントランスノズル）を備えている。高速増殖炉の炉心には、上記した複数の燃料集合体が装荷される。高速増殖炉の標準的な均質炉心は、内側炉心燃料領域、及び内側炉心燃料領域を取り囲む外側炉心燃料領域を有する炉心燃料領域、及び炉心燃料領域を取り囲む半径方向ブランケット領域を含んでいる。外側炉心燃料領域のＰｕ富化度が内側炉心燃料領域Ｐｕ富化度よりも高くなっている。これにより、炉心の半径方向の出力分布が平坦化される。 The core and fuel assembly of the fast breeder reactor are described in “Introduction to Reactor Physics” by Naohiro Hirakawa and Tomohiko Iwasaki (Tohoku University Press, October 30, 2003, pp. 279-286). A fuel assembly loaded in the core of a fast breeder reactor surrounds a fuel rod bundle in which a plurality of fuel rods containing a plurality of fuel pellets containing depleted uranium enriched in plutonium (Pu) are bundled. It has a regular hexagonal wrapper tube, a coolant outlet located above the fuel rod bundle, and a neutron shield and coolant inlet (entrance nozzle) located below the fuel rod bundle. The core of the fast breeder reactor is loaded with the plurality of fuel assemblies described above. A standard homogenous core for a fast breeder reactor includes a core fuel region having an inner core fuel region, an outer core fuel region surrounding the inner core fuel region, and a radial blanket region surrounding the core fuel region. The Pu enrichment of the outer core fuel region is higher than the inner core fuel region Pu enrichment. As a result, the power distribution in the radial direction of the core is flattened.

核燃料の形態としては、これ迄、金属燃料、窒化物燃料、及び酸化物燃料等が検討されている。これらの核燃料のうち、酸化物燃料が最も実績が豊富である。内側炉心燃料領域及び外側炉心燃料領域に装荷される燃料集合体に用いられる燃料棒は、軸方向の中央部に、Ｐｕ及び劣化ウランの酸化物を混合した混合酸化物燃料、すなわち、ＭＯＸ燃料で作られた複数の燃料ペレットを８０〜１００ｃｍ程度の高さに充填している。さらに、その燃料棒は、ＭＯＸ燃料で作られた燃料ペレットが充填された領域の上方及び下方に、劣化ウランの酸化物燃料で作られた複数の燃料ペレットを充填した軸方向ブランケット領域を形成している。内側炉心燃料領域及び外側炉心燃料領域を含む炉心燃料領域は、炉心の軸方向及び半径方向において、前述したＭＯＸ燃料製の多数の燃料ペレットが配置されている領域である。 As a form of nuclear fuel, metal fuel, nitride fuel, oxide fuel, and the like have been studied so far. Of these nuclear fuels, oxide fuels are the most abundant. The fuel rods used in the fuel assemblies loaded in the inner core fuel region and the outer core fuel region are mixed oxide fuels in which Pu and depleted uranium oxides are mixed in the central portion in the axial direction, that is, MOX fuel. A plurality of produced fuel pellets are filled to a height of about 80 to 100 cm. Furthermore, the fuel rods form an axial blanket region filled with a plurality of fuel pellets made of depleted uranium oxide fuel above and below the region filled with fuel pellets made of MOX fuel. ing. The core fuel region including the inner core fuel region and the outer core fuel region is a region in which many fuel pellets made of the MOX fuel described above are arranged in the axial direction and the radial direction of the core.

半径方向ブランケット領域に装荷されるブランケット燃料集合体は、劣化ウランの酸化物燃料で作られた複数の燃料ペレットのみを充填した複数の燃料棒を有する。半径方向ブランケット領域及び軸方向ブランケット領域では、炉心燃料領域で核分裂性物質（例えば、Ｐｕ−２３９）の核分裂反応で発生した中性子のうち、炉心燃料領域から漏れた中性子がＵ−２３８に吸収されて核分裂性核種であるＰｕ−２３９を生成する。これらのブランケット領域は、炉心全体のＰｕの増殖（増殖比＞１．０）に貢献する。 The blanket fuel assembly loaded in the radial blanket region has a plurality of fuel rods filled only with a plurality of fuel pellets made of depleted uranium oxide fuel. In the radial blanket region and the axial blanket region, of the neutrons generated by the fission reaction of the fissile material (for example, Pu-239) in the core fuel region, neutrons leaking from the core fuel region are absorbed by U-238. Pu-239 which is a fissile nuclide is generated. These blanket regions contribute to Pu growth (growth ratio> 1.0) throughout the core.

高速増殖炉の起動時及び停止時、及び原子炉出力の調整時には、制御棒が操作される。制御棒は、炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）の複数のペレットを充填した複数の中性子吸収棒を、横断面が正六角形のラッパー管内に収納して構成される。制御棒として、複数の主炉停止系制御棒及び複数の後備炉停止系制御棒が独立して設けられる。主炉停止系制御棒及び後備炉停止系制御棒のいずれか一方のみで、高速増殖炉を緊急停止できる。 The control rod is operated when starting and stopping the fast breeder reactor and adjusting the reactor power. The control rod is configured by storing a plurality of neutron absorption rods filled with a plurality of pellets of boron carbide (B ₄ C) in a wrapper tube having a regular hexagonal cross section. As the control rods, a plurality of main furnace stop system control rods and a plurality of after-furnace stop system control rods are provided independently. The fast breeder reactor can be stopped urgently by only one of the main reactor stop system control rod and the after-furnace reactor stop system control rod.

A. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981年の図１２−１５に示された高速増殖炉の炉心は、Ｐｕを含む複数の燃料集合体を装荷している領域、この領域を取り囲み、複数のブランケット燃料集合体を装荷している領域、この領域を取り囲み、可動式の複数の遮蔽体集合体を装荷している領域を有する。この遮蔽体集合体は、核分裂によって発生した中性子及びγ線を遮蔽し、上記の炉心を内蔵する原子炉容器、及びその他の主要機器を防護する機能を有する（A. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, 1981年の３０１頁参照）。遮蔽体集合体は、横断面が正六角形のステンレス鋼製のラッパー管内に、ステンレス鋼製の遮蔽棒を設置している。図１２−１５（４８０頁）に示された高速増殖炉の炉心では、遮蔽体集合体が４列装荷されている。炉心内に３２４体の遮蔽体集合体が装荷されており、炉心に装荷されている全炉心構成要素（燃料集合体、制御棒集合体及び遮蔽体集合体）が６９１体であるので、全遮蔽体集合体の全炉心構成要素に占める割合は約４７％となる。 AE Waltar, AB Reynolds, “Fast Breeder Rectors”, PERGAMON PRESS, p. 301, pp 479-481, 1981 The core of the fast breeder reactor shown in FIG. 12-15 includes a plurality of fuel assemblies containing Pu. A loading region, a region surrounding the region and loading a plurality of blanket fuel assemblies, and a region surrounding the region and loading a plurality of movable shield assemblies. This shield assembly has the function of shielding neutrons and γ-rays generated by fission and protecting the reactor vessel containing the above core and other major equipment (AE Waltar, AB Reynolds, “Fast Breeder Rectors ", PERGAMON PRESS, 1981, page 301). In the shield assembly, a stainless steel shielding rod is installed in a stainless steel wrapper tube having a regular hexagonal cross section. In the core of the fast breeder reactor shown in FIG. 12-15 (page 480), four rows of shield assemblies are loaded. Since 324 shield assemblies are loaded in the core, and all core components (fuel assemblies, control rod assemblies, and shield assemblies) loaded in the core are 691, all shields are provided. The proportion of the body assembly in all core components is about 47%.

JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年は、図４．１．４−２（４３頁）に、内側炉心燃料領域、外側炉心燃料領域、半径方向ブランケット領域、ＳＵＳ遮蔽体領域及びＺｒ−Ｈ遮蔽体領域を有する高速増殖炉の炉心を記載している。２８８体の内側炉心燃料集合体が、内側炉心燃料領域に装荷される。２７４体の外側炉心燃料集合体が、内側炉心燃料領域を取り囲む外側炉心燃料領域に装荷される。９６体のブランケット燃料集合体が、外側炉心燃料領域を取り囲む半径方向ブランケット領域に装荷される。半径方向ブランケット領域には、一層のブランケット燃料集合体が配置されている。１０２体のＳＵＳ製の第１遮蔽体集合体が、半径方向ブランケット領域を取り囲むＳＵＳ遮蔽体領域に装荷される。ＳＵＳ遮蔽体領域には、一層の第１遮蔽体集合体が配置されている。Ｚｒ−Ｈを含む１０８体の第２遮蔽体集合体が、ＳＵＳ遮蔽体領域を取り囲むＺｒ−Ｈ遮蔽体領域に装荷される。Ｚｒ−Ｈ遮蔽体領域には、一層の第２遮蔽体集合体が配置されている。 JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009 shows Fig. 4.1.4-2 (page 43), the inner core fuel region, outer core fuel region, radial blanket region, SUS shield region And a fast breeder reactor core having a Zr-H shield region. 288 inner core fuel assemblies are loaded into the inner core fuel region. 274 outer core fuel assemblies are loaded into the outer core fuel region surrounding the inner core fuel region. Ninety-six blanket fuel assemblies are loaded into a radial blanket region that surrounds the outer core fuel region. A single blanket fuel assembly is disposed in the radial blanket region. 102 first SUS shield assemblies made of SUS are loaded into the SUS shield region surrounding the radial blanket region. In the SUS shield region, a single first shield assembly is arranged. 108 second shield assemblies containing Zr-H are loaded into the Zr-H shield region surrounding the SUS shield region. A single second shield assembly is disposed in the Zr-H shield region.

特開２０００−２２７４８８号公報には、JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年と同様に、内側炉心燃料領域、外側炉心燃料領域、半径方向ブランケット領域、第１遮蔽体領域（ＳＵＳ遮蔽体領域）及び第２遮蔽体領域（Ｚｒ−Ｈ遮蔽体領域）を有する高速増殖炉の炉心を記載している。第１遮蔽体領域にはＳＵＳ製の第１遮蔽体集合体が装荷され、第２遮蔽体領域にはＺｒ−Ｈを含む第２遮蔽体集合体が装荷されている。 In JP 2000-227488 A, as in JAEA-Evaluation 2009-003, pp. 37-43, 2009, the inner core fuel region, the outer core fuel region, the radial blanket region, the first shield region ( The core of a fast breeder reactor having a SUS shield region and a second shield region (Zr-H shield region) is described. A first shield assembly made of SUS is loaded in the first shield region, and a second shield assembly containing Zr-H is loaded in the second shield region.

特開平４−１４３６９７号公報は、放射線遮蔽材を記載し、この放射線遮蔽材が原子炉において炉容器内の炉心周りの中性子遮蔽材に適していることに言及している。特開平４−１４３６９７号公報に記載された放射線遮蔽材は、超高速中性子を遮蔽する超高速中性子減速材、高速中性子を遮蔽する高速中性子減速材、中性子吸収材及びγ線遮蔽材を無機結着材似て固め、種々の放射線の遮蔽効果を高めている。超高速中性子減速材にはＦｅ，ＦｅＯ，ＢｅＯまたはＬｉＨが用いられ、高速中性子減速材にはＴｉ，Ｚｒ，Ｙ，Ｇｄ，Ｅｕ，Ｈｆ，ＴｈまたはＵの金属水素化物が用いられる。金属水素化物として、水素化チタン、水素化ジルコニウム及び水素化ハフニウム等が例示されている。 Japanese Laid-Open Patent Publication No. 4-143979 describes a radiation shielding material, and mentions that this radiation shielding material is suitable for a neutron shielding material around a core in a reactor vessel in a nuclear reactor. The radiation shielding material described in JP-A-4-1439797 is an inorganic binder composed of an ultrafast neutron moderator that shields ultrafast neutrons, a fast neutron moderator that shields fast neutrons, a neutron absorber, and a γ-ray shielding material The material is hardened to enhance the shielding effect of various types of radiation. Fe, FeO, BeO, or LiH is used for the ultrafast neutron moderator, and Ti, Zr, Y, Gd, Eu, Hf, Th, or U metal hydride is used for the fast neutron moderator. Examples of metal hydrides include titanium hydride, zirconium hydride, and hafnium hydride.

特開２０００−２２７４８８号公報JP 2000-227488 A 特開平４−１４３６９７号公報Japanese Patent Laid-Open No. 4-143697

平川直弘、岩崎智彦著「原子炉物理入門」、東北大学出版会、ｐｐ．２７９―２８６、２００３年１０月３０日Naohiro Hirakawa and Tomohiko Iwasaki, “Introduction to Reactor Physics”, Tohoku University Press, pp. 279-286, October 30, 2003 A. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981年A. E. Waltar, A. B. Reynolds, `` Fast Breeder Rectors '', PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981 JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009

A. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p301, 1981年に記載された高速増殖炉の炉心では、遮蔽体領域に装荷されている遮蔽体集合体が、３２４体であり、炉心に装荷された全炉心構成要素の体数の約４７％を占めている。このように多数の遮蔽体集合体を装荷することによって、炉心が大型化している。これは、平川直弘、岩崎智彦著「原子炉物理入門」、東北大学出版会、ｐｐ．２７９―２８６、２００３年１０月３０日の図６．１５（２８０頁）に示された高速増殖炉の炉心、及び特開２０００−２２７４８８号公報に記載された高速増殖炉の炉心でも言えることである。 In the fast breeder reactor core described in AE Waltar, AB Reynolds, "Fast Breeder Rectors", PERGAMON PRESS, p301, 1981, there are 324 shield assemblies loaded in the shield region. Accounts for about 47% of the total number of core components loaded in By loading a large number of shield assemblies in this way, the core is increased in size. This is written by Naohiro Hirakawa and Tomohiko Iwasaki, “Introduction to Reactor Physics”, Tohoku University Press, pp. 279-286, the core of the fast breeder reactor shown in FIG. 6.15 (page 280) on October 30, 2003, and the core of the fast breeder reactor described in Japanese Patent Laid-Open No. 2000-227488. is there.

JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年の図４．１．４−２に記載された高速増殖炉の炉心は、遮蔽体領域として、一層のＳＵＳ製の第１遮蔽体集合体が配置されたＳＵＳ遮蔽体領域、及び一層の、Ｚｒ−Ｈを含む第２遮蔽体集合体が配置されたＺｒ−Ｈ遮蔽体領域を有している。図４．１．４−２に記載された高速増殖炉の炉心は、装荷された遮蔽体集合体の体数が減少しているので、炉心全体に対する遮蔽体領域の割合が低減されている。しかしながら、炉心全体に対する遮蔽体領域の割合をさらに低減し、高速増殖炉の炉心を低減することが望まれている。 JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, the core of the fast breeder reactor described in Fig. 4.1.4-2 of 2009 is the first shield assembly made of SUS as the shield region. A SUS shield region in which a body is disposed, and a Zr-H shield region in which a single layer of second shield assemblies including Zr-H is disposed. In the core of the fast breeder reactor described in FIG. 4.1.4-2, the number of loaded shield assemblies is reduced, so that the ratio of the shield region to the entire core is reduced. However, it is desired to further reduce the ratio of the shield region to the entire core and reduce the core of the fast breeder reactor.

本発明の目的は、コンパクト化された高速増殖炉の炉心を提供することにある。 An object of the present invention is to provide a compact fast breeder reactor core.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、複数の燃料集合体が装荷された炉心燃料領域、炉心燃料領域を取り囲む半径方向ブランケット領域、及び半径方向ブランケット領域を取り囲む遮蔽体領域を備え、中性子を吸収する水素化物を含む複数の遮蔽体が、遮蔽体領域内において、半径方向ブランケット領域に隣接して半径方向ブランケット領域を取り囲んで環状に配置されていることにある。 A feature of the present invention that achieves the above-described object includes a core fuel region loaded with a plurality of fuel assemblies, a radial blanket region surrounding the core fuel region, and a shield region surrounding the radial blanket region. The plurality of shields including the hydride to be absorbed are arranged in an annular shape in the shield region adjacent to the radial blanket region and surrounding the radial blanket region.

遮蔽体領域に配置された各遮蔽体内の、中性子を吸収する水素化物の作用によって、炉心燃料領域から遮蔽体に入射される中性子及びγ線の遮蔽効果をさらに向上させることができる。このため、炉心に装荷された全炉心構成要素（燃料集合体及び遮蔽体等の炉心に装荷されている構成要素）に対する全遮蔽体の割合が小さくなるので、高速増殖炉の炉心をコンパクト化することができる。 The shielding effect of neutrons and γ rays incident on the shield from the core fuel region can be further improved by the action of the hydride that absorbs neutrons in each shield disposed in the shield region. For this reason, since the ratio of all shields to all core components (components loaded on the core such as fuel assemblies and shields) loaded in the core is reduced, the core of the fast breeder reactor is made compact. be able to.

複数の燃料集合体が装荷された炉心燃料領域、及び炉心燃料領域を取り囲む遮蔽体領域を備え、ハフニウム及びガドリニウムのいずれか、及び固体減速材を含む複数の遮蔽体が、遮蔽体領域内において、炉心燃料領域を取り囲んで環状に配置されることによっても、上記の目的を達成することができる。 A core fuel region loaded with a plurality of fuel assemblies, and a shield region surrounding the core fuel region, and a plurality of shields including one of hafnium and gadolinium, and a solid moderator, in the shield region, The object described above can also be achieved by arranging the core fuel region in an annular shape.

遮蔽体領域に配置された各遮蔽体内の、ハフニウム及びガドリニウムのいずれか、及び固体減速材の作用によって、炉心燃料領域から遮蔽体に入射される中性子及びγ線の遮蔽効果をさらに向上させることができる。このため、炉心に装荷された全炉心構成要素に対する全遮蔽体の割合が小さくなるので、高速増殖炉の炉心をコンパクト化することができる。 It is possible to further improve the shielding effect of neutrons and γ rays incident on the shield from the core fuel region by the action of either hafnium or gadolinium and solid moderator in each shield disposed in the shield region. it can. For this reason, since the ratio of all the shielding bodies with respect to all the core components loaded in the core becomes small, the core of a fast breeder reactor can be made compact.

複数の燃料集合体が装荷された炉心燃料領域、炉心燃料領域を取り囲む第１遮蔽体領域、及び第１遮蔽体領域を取り囲む第２遮蔽体領域を備え、遮蔽材としてステンレス鋼を含む複数の第１遮蔽体が、第１遮蔽体領域内において、炉心燃料領域に隣接して炉心燃料領域を取り囲んで環状に一層配置され、中性子を吸収する水素化物を含む複数の第２遮蔽体が、第２遮蔽体領域内において、第１遮蔽体領域に隣接して第１遮蔽体領域を取り囲んで環状に一層配置されていることによっても、上記の目的を達成することができる。 A core fuel region loaded with a plurality of fuel assemblies; a first shield region surrounding the core fuel region; and a second shield region surrounding the first shield region; A plurality of second shields including a hydride that absorbs neutrons are disposed in the first shield region in the first shield region so as to be adjacent to the core fuel region and surrounding the core fuel region. In the shield region, the above object can also be achieved by arranging one layer in an annular shape surrounding the first shield region adjacent to the first shield region.

中性子を吸収する水素化物を含む複数の第２遮蔽体が、第２遮蔽体領域内において、第１遮蔽体領域に隣接して第１遮蔽体領域を取り囲んでいるので、中性子を吸収する水素化物の作用により、炉心燃料領域から遮蔽体に入射される中性子及びγ線の遮蔽効果をさらに向上させることができる。このため、第１遮蔽体及び第２遮蔽体の環状配置をそれぞれ一層にすることができ、第１遮蔽体領域及び第２遮蔽体領域をコンパクトにすることができる。さらに、炉心燃料領域と第２遮蔽体領域の間に第１遮蔽体領域が存在するので、第２遮蔽体領域に配置された第２遮蔽体に含まれる水素化物により減速された中性子が炉心燃料領域に戻る割合が著しく低下するので、半径方向ブランケット領域を削除することができる。これによって、炉心がさらにコンパクト化される。 Since the plurality of second shields containing hydrides that absorb neutrons surround the first shield region adjacent to the first shield region in the second shield region, hydrides that absorb neutrons As a result, the effect of shielding neutrons and γ rays incident on the shield from the core fuel region can be further improved. For this reason, the annular arrangement of the first shield and the second shield can each be made one layer, and the first shield region and the second shield region can be made compact. Further, since the first shield region exists between the core fuel region and the second shield region, the neutrons decelerated by the hydride contained in the second shield disposed in the second shield region are the core fuel. Since the rate of returning to the region is significantly reduced, the radial blanket region can be deleted. As a result, the core is further reduced in size.

複数の燃料集合体が装荷された炉心燃料領域、炉心燃料領域を取り囲む第１遮蔽体領域、及び第１遮蔽体領域を取り囲む第２遮蔽体領域を備え、遮蔽材としてステンレス鋼を含む複数の第１遮蔽体が、第１遮蔽体領域内において、炉心燃料領域に隣接して炉心燃料領域を取り囲んで環状に一層配置され、ハフニウム及びガドリニウムのいずれか、及び固体減速材を含む複数の第２遮蔽体が、第２遮蔽体領域内において、第１遮蔽体領域に隣接して第１遮蔽体領域を取り囲んで環状に一層配置されていることによっても、上記の目的を達成することができる。 A core fuel region loaded with a plurality of fuel assemblies; a first shield region surrounding the core fuel region; and a second shield region surrounding the first shield region; A plurality of second shields are arranged in an annular shape in the first shield region adjacent to the core fuel region and surrounding the core fuel region, and including one of hafnium and gadolinium and a solid moderator. The above object can also be achieved by the body being arranged in a single layer in the second shield region, adjacent to the first shield region and surrounding the first shield region.

ハフニウム及びガドリニウムのいずれか、及び固体減速材を含む複数の第２遮蔽体が、第２遮蔽体領域内において、第１遮蔽体領域に隣接して第１遮蔽体領域を取り囲んでいるので、ハフニウム及びガドリニウムのいずれか、及び固体減速材の作用により、炉心燃料領域から遮蔽体に入射される中性子及びγ線の遮蔽効果をさらに向上させることができる。このため、第１遮蔽体及び第２遮蔽体の環状配置をそれぞれ一層にすることができ、第１遮蔽体領域及び第２遮蔽体領域をコンパクトにすることができる。さらに、炉心燃料領域と第２遮蔽体領域の間に第１遮蔽体領域が存在するので、第２遮蔽体領域に配置された第２遮蔽体に含まれる固体減速材により減速された中性子が炉心燃料領域に戻る割合が著しく低下するので、半径方向ブランケット領域を削除することができる。これによって、炉心がさらにコンパクト化される。 Since the plurality of second shields including one of hafnium and gadolinium and the solid moderator surround the first shield region adjacent to the first shield region in the second shield region, hafnium The shielding effect of neutrons and γ rays that are incident on the shield from the core fuel region can be further improved by the action of any one of gadolinium and gadolinium and the solid moderator. For this reason, the annular arrangement of the first shield and the second shield can each be made one layer, and the first shield region and the second shield region can be made compact. Furthermore, since the first shield region exists between the core fuel region and the second shield region, the neutrons decelerated by the solid moderator included in the second shield disposed in the second shield region are the core. Since the rate of returning to the fuel region is significantly reduced, the radial blanket region can be eliminated. As a result, the core is further reduced in size.

本発明によれば、高速増殖炉の炉心をコンパクトにすることができる。 According to the present invention, the core of the fast breeder reactor can be made compact.

本発明の好適な一実施例である実施例１の高速増殖炉の炉心の１／２に対する横断面図である。FIG. 2 is a cross-sectional view taken along half the core of the fast breeder reactor according to embodiment 1, which is a preferred embodiment of the present invention. 図１に示す遮蔽体集合体を示しており、（ａ）はその遮蔽体集合体の横断面図、（ｂ）はその遮蔽体集合体に用いられる遮蔽棒の横断面図である。FIG. 2 shows the shield assembly shown in FIG. 1, in which (a) is a cross-sectional view of the shield assembly, and (b) is a cross-sectional view of a shield rod used in the shield assembly. A. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981年に記載された炉心における遮蔽体領域及び実施例１の炉心における遮蔽体領域での中性子の遮蔽効果を比較した図であり、（ａ）はA. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981年に記載された炉心における遮蔽体領域での中性子の遮蔽効果を示す特性図、（ｂ）実施例１の炉心における遮蔽体領域での中性子の遮蔽効果を示す特性図である。AE Waltar, AB Reynolds, "Fast Breeder Rectors", PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981, 1981. Shielding area in the core and neutron shielding effect in the shielding area in the core of Example 1 (A) shows neutron shielding in the shielding region in the core described in AE Waltar, AB Reynolds, “Fast Breeder Rectors”, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981 FIG. 5B is a characteristic diagram showing an effect, and FIG. 5B is a characteristic diagram showing a neutron shielding effect in a shield region in the core of Example 1. A. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981年に記載された炉心における遮蔽体領域及び実施例１の炉心における遮蔽体領域でのγ線の遮蔽効果を比較した図であり、（ａ）はA. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981年に記載された炉心における遮蔽体領域でのγ線の遮蔽効果を示す特性図、（ｂ）実施例１の炉心における遮蔽体領域でのγ線の遮蔽効果を示す特性図である。Shielding of gamma rays in the shield region in the core described in AE Waltar, AB Reynolds, "Fast Breeder Rectors", PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981 and in the shield region in the core of Example 1 (A) is a gamma ray in the shield region in the core described in AE Waltar, AB Reynolds, “Fast Breeder Rectors”, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981. FIG. 5B is a characteristic diagram showing the shielding effect of γ rays in the shield region in the core of the first embodiment. JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年に記載された炉心と同様の遮蔽体配置をした炉心における遮蔽体領域及び実施例１の炉心における遮蔽体領域での中性子の遮蔽効果を比較した図であり、（ａ）はJAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年に記載された炉心と同様の遮蔽体配置をした炉心における遮蔽体領域での中性子の遮蔽効果を示す特性図、（ｂ）実施例１の炉心における遮蔽体領域での中性子の遮蔽効果を示す特性図である。JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, neutron shielding effect in the shield region in the core having the same shield arrangement as the core described in 2009 and in the shield region in the core of Example 1 (A) shows the shielding effect of neutrons in the shielding region in the core with the same shielding arrangement as the core described in JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009 FIG. 3B is a characteristic diagram illustrating a neutron shielding effect in a shield region in the core of the first embodiment. JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年に記載された炉心と同様の遮蔽体配置をした炉心における遮蔽体領域及び実施例１の炉心における遮蔽体領域でのγ線の遮蔽効果を比較した図であり、（ａ）はJAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年に記載された炉心と同様の遮蔽体配置をした炉心における遮蔽体領域でのγ線の遮蔽効果を示す特性図、（ｂ）実施例１の炉心における遮蔽体領域でのγ線の遮蔽効果を示す特性図である。Shielding effect of γ rays in the shield region in the core having the same shield arrangement as the core described in JAEA-Evaluation 2009-003, pp. 37-43, 2009 and the shield region in the core of the first embodiment (A) is the shielding of γ rays in the shielding region in the core with the same shielding arrangement as the core described in JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009. FIG. 3B is a characteristic diagram showing the effect, and FIG. 4B is a characteristic diagram showing the γ-ray shielding effect in the shield region in the core of Example 1. 本発明の他の実施例である実施例２の高速増殖炉の炉心の１／２に対する横断面図である。It is a cross-sectional view with respect to 1/2 of the core of the fast breeder reactor according to embodiment 2, which is another embodiment of the present invention. 図７に示す遮蔽体集合体を示しており、（ａ）はその遮蔽体集合体の横断面図、（ｂ）はその遮蔽体集合体に用いられる水素化ジルコニウムを含む遮蔽棒の横断面図、（ｃ）はその遮蔽体集合体に用いられるハフニウム遮蔽棒の横断面図である。FIG. 8 shows the shield assembly shown in FIG. 7, wherein (a) is a cross-sectional view of the shield assembly, and (b) is a cross-sectional view of a shield rod containing zirconium hydride used in the shield assembly. (C) is a cross-sectional view of the hafnium shielding rod used in the shield assembly. 本発明の他の実施例である実施例３の高速増殖炉の炉心の１／２に対する横断面図である。It is a cross-sectional view with respect to 1/2 of the core of the fast breeder reactor according to embodiment 3, which is another embodiment of the present invention. 図９に示す遮蔽体集合体の横断面図である。FIG. 10 is a cross-sectional view of the shield assembly shown in FIG. 9. 本発明の他の実施例である実施例４の高速増殖炉の炉心の１／２に対する横断面図である。It is a cross-sectional view with respect to 1/2 of the core of the fast breeder reactor according to embodiment 4, which is another embodiment of the present invention. 図１１に示す遮蔽体集合体の横断面図である。It is a cross-sectional view of the shield assembly shown in FIG.

本発明の実施例を、以下に説明する。 Examples of the present invention will be described below.

本発明の好適な一実施例である実施例１の高速増殖炉の炉心を、図１及び図２を用いて説明する。図１は、高速増殖炉の炉心１の横断面の１／２を示している。 A core of the fast breeder reactor according to embodiment 1, which is a preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIGS. FIG. 1 shows a half of the cross section of the core 1 of the fast breeder reactor.

本実施例の高速増殖炉の炉心１は、半径方向において、炉心燃料領域２、炉心燃料領域２を取り囲む半径方向ブランケット領域５、及び半径方向ブランケット領域５を取り囲む遮蔽体領域６を有する。炉心燃料領域２は内側炉心燃料領域３及び外側炉心燃料領域４を有し、外側炉心燃料領域４が内側炉心燃料領域３を取り囲んでいる。炉心１は、電気出力が１５０万ｋＷｅの大型高速増殖炉に適用され、図示されていないが、高速増殖炉の原子炉容器内に配置されている。 The core 1 of the fast breeder reactor according to the present embodiment has a core fuel region 2, a radial blanket region 5 surrounding the core fuel region 2, and a shield region 6 surrounding the radial blanket region 5 in the radial direction. The core fuel region 2 has an inner core fuel region 3 and an outer core fuel region 4, and the outer core fuel region 4 surrounds the inner core fuel region 3. The core 1 is applied to a large fast breeder reactor having an electric output of 1.5 million kWe, and is arranged in a reactor vessel of the fast breeder reactor, although not shown.

複数の燃料集合体８が内側炉心燃料領域３に装荷され、複数の燃料集合体９が外側炉心燃料領域４に装荷される。複数のブランケット燃料集合体１０が半径方向ブランケット領域５に装荷されている。半径方向ブランケット領域５には、ブランケット燃料集合体１０が外側炉心燃料領域４を取り囲んで環状に一層配置されている。横断面が正六角形の複数の遮蔽体集合体１１が、遮蔽体領域６に装荷されている。遮蔽体領域６には、遮蔽体集合体１１が半径方向ブランケット領域５を取り囲んで環状に一層配置されている。半径方向ブランケット領域５を取り囲んでいる遮蔽体領域６は、半径方向ブランケット領域５に隣接している。中性子吸収材である炭化ホウ素を充填した複数の制御棒集合体７が、内側炉心燃料領域３内に配置される。これらの制御棒集合体７を炉心１に出し入れすることによって、高速増殖炉の原子炉出力が制御される。 A plurality of fuel assemblies 8 are loaded in the inner core fuel region 3, and a plurality of fuel assemblies 9 are loaded in the outer core fuel region 4. A plurality of blanket fuel assemblies 10 are loaded in the radial blanket region 5. In the radial blanket region 5, a blanket fuel assembly 10 surrounds the outer core fuel region 4 and is arranged in a ring shape. A plurality of shield assemblies 11 having a regular hexagonal cross section are loaded in the shield region 6. In the shield region 6, the shield assembly 11 surrounds the radial blanket region 5 and is arranged in a ring shape. A shield region 6 surrounding the radial blanket region 5 is adjacent to the radial blanket region 5. A plurality of control rod assemblies 7 filled with boron carbide, which is a neutron absorber, are arranged in the inner core fuel region 3. By putting these control rod assemblies 7 in and out of the core 1, the reactor power of the fast breeder reactor is controlled.

炉心燃料領域２に装荷された燃料集合体８，９は、図示されていないが、燃料領域、上部軸方向ブランケット領域、下部軸方向ブランケット領域、上部ガスプレナム、下部ガスプレナム、上部遮蔽体領域及び下部遮蔽体領域を含んでいる複数の燃料棒を有している。燃料領域は、燃料集合体８，９のそれぞれにおいて、軸方向の中央部に配置される。上部軸方向ブランケット領域が燃料領域の上方に配置され、下部軸方向ブランケット領域が燃料領域の下方に配置される。上部ガスプレナムが上部軸方向ブランケット領域の上方に配置され、下部ガスプレナムが下部軸方向ブランケット領域の下方に配置される。上部遮蔽体領域が上部ガスプレナムの上方に配置され、下部遮蔽体領域が下部ガスプレナムの下方に配置される。 The fuel assemblies 8 and 9 loaded in the core fuel region 2 are not shown, but the fuel region, the upper axial blanket region, the lower axial blanket region, the upper gas plenum, the lower gas plenum, the upper shield region and the lower shield. A plurality of fuel rods including a body region; The fuel region is disposed in the central portion in the axial direction in each of the fuel assemblies 8 and 9. An upper axial blanket region is disposed above the fuel region and a lower axial blanket region is disposed below the fuel region. An upper gas plenum is disposed above the upper axial blanket region and a lower gas plenum is disposed below the lower axial blanket region. An upper shield region is disposed above the upper gas plenum and a lower shield region is disposed below the lower gas plenum.

燃料集合体８，９のそれぞれの燃料棒では、ウラン及びプルトニウムの混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）で作られた複数の燃料ペレット（核燃料物質）が、燃料領域に充填されている。この混合酸化物燃料は、核分裂性Ｐｕ（例えば、Ｐｕ−２３９及びＰｕ−２４１等）を含んでいる。外側炉心燃料領域４に装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体９の燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度が、内側炉心燃料領域３に装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体８の燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度よりも高くなっている。このため、炉心燃料領域２の半径方向における出力分布が平坦化される。 In each fuel rod of the fuel assemblies 8, 9, a fuel region is filled with a plurality of fuel pellets (nuclear fuel material) made of a mixed oxide fuel (MOX fuel) of uranium and plutonium. This mixed oxide fuel contains fissile Pu (for example, Pu-239 and Pu-241). The fuel region of the fuel assembly 8 with the burnup factor zero loaded in the inner core fuel region 3 in the fuel region of the fuel assembly 9 with the zero burnup loaded in the outer core fuel region 4 It is higher than the enrichment level of fissile Pu in. For this reason, the power distribution in the radial direction of the core fuel region 2 is flattened.

燃料集合体８，９のそれぞれの燃料棒内の上部軸方向ブランケット領域及び下部軸方向ブランケット領域には、劣化ウランの酸化物で作られた複数の燃料ペレット（核燃料物質）が充填されている。炉心燃料領域２に装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体８，９のそれぞれの上部軸方向ブランケット領域及び下部軸方向ブランケット領域に存在する各燃料ペレット（核燃料物質）は、Ｕ−２３５及びＵ−２３８を含んでいるが、Ｐｕを含んでいない。 The upper axial blanket region and the lower axial blanket region in the fuel rods of the fuel assemblies 8 and 9 are filled with a plurality of fuel pellets (nuclear fuel material) made of oxide of deteriorated uranium. Each fuel pellet (nuclear fuel material) present in the upper axial blanket region and the lower axial blanket region of each of the zero burnup fuel assemblies 8, 9 loaded in the core fuel region 2 is represented by U-235 and U- 238 is included, but Pu is not included.

半径方向ブランケット領域５に装荷されたブランケット燃料集合体１０に含まれている複数の燃料棒には、上部軸方向ブランケット領域及び下部軸方向ブランケット領域と同様に、劣化ウランの酸化物で作られた複数の燃料ペレット（核燃料物質）が充填されている。 The plurality of fuel rods contained in the blanket fuel assembly 10 loaded in the radial blanket region 5 was made of depleted uranium oxide, similar to the upper and lower axial blanket regions. Filled with multiple fuel pellets (nuclear fuel material).

遮蔽体集合体１１は、図２（ａ）に示すように、横断面が正六角形をしたステンレス鋼製のラッパー管（筒状体）１２内に、複数の遮蔽棒１３を正三角形格子に配置して構成される。遮蔽棒１３は、図２（ｂ）に示すように、水素化ハフニウム棒１５を、密封されたステンレス鋼製の被覆管１４内に収納している。水素化ハフニウムは、中性子を吸収する水素化物である。 As shown in FIG. 2A, the shield assembly 11 includes a plurality of shielding rods 13 arranged in a regular triangular lattice in a stainless steel wrapper tube (cylindrical body) 12 having a regular hexagonal cross section. Configured. As shown in FIG. 2 (b), the shielding rod 13 houses a hafnium hydride rod 15 in a sealed stainless steel cladding tube 14. Hafnium hydride is a hydride that absorbs neutrons.

本実施例の炉心１は、遮蔽体集合体として複数の水素化ハフニウム棒１５を有する遮蔽体集合体１１を遮蔽体領域６に装荷しているので、半径方向ブランケット領域５を取り囲んで半径方向ブランケット領域５に隣接している遮蔽体領域６を、環状に配置された一層の遮蔽体集合体１１で形成することができる。このため、本実施例における、炉心１に装荷された全炉心構成要素（燃料集合体８，９、ブランケット燃料集合体１０及び遮蔽体集合体１１）の体数に対する遮蔽体領域６内に装荷された全遮蔽体集合体１１の体数の割合が、公知の高速増殖炉の炉心（A. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981年及びJAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年のそれぞれに記載された炉心）における、全炉心構成要素の体数に対する遮蔽体領域内に装荷された全遮蔽体集合体の体数の割合よりも小さくなっている。したがって、本実施例の高速増殖炉の炉心を、従来の高速増殖炉の炉心よりもコンパクトにすることができる。 In the core 1 of the present embodiment, a shield assembly 11 having a plurality of hafnium hydride rods 15 is loaded as a shield assembly in the shield region 6, so that the radial blanket region 5 surrounds the radial blanket region 5. The shield region 6 adjacent to the region 5 can be formed by a single layer of the shield assembly 11 arranged in an annular shape. For this reason, in this embodiment, it is loaded in the shield region 6 for the number of all core components (fuel assemblies 8, 9, blanket fuel assembly 10, and shield assembly 11) loaded in the core 1. The ratio of the number of all the shield assemblies 11 is the core of a known fast breeder reactor (AE Waltar, AB Reynolds, “Fast Breeder Rectors”, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981 and JAEA- From the ratio of the number of all shield assemblies loaded in the shield region to the number of all core components in the evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009) Is also getting smaller. Therefore, the core of the fast breeder reactor of this embodiment can be made more compact than the core of the conventional fast breeder reactor.

特に、本実施例では、遮蔽体集合体１１は、ステンレス鋼製の被覆管１４内に水素化ハフニウム棒１５を配置した複数の遮蔽棒１３をステンレス鋼製のラッパー管１２内に配置している。炉心燃料領域２から遮蔽体領域６に到達した高速中性子は、水素化ハフニウム棒１５の水素化ハフニウムに含まれた水素によって減速されて速度（エネルギー）が減少し、ハフニウムに吸収される。すなわち、ハフニウムの中性子吸収断面積が増加する。また、炉心燃料領域２から遮蔽体領域６に到達したγ線は、γ線遮蔽材として用いられるステンレス鋼、具体的には、ステンレス鋼製のラッパー管１２及びステンレス鋼製の被覆管１４、さらには、ステンレス鋼製遮蔽材の主要成分である鉄と比べて原子量が大きくγ線遮蔽機能にも優れるハフニウムのそれぞれの作用によって遮蔽される。このように、本実施例は、水素化ハフニウム、これを収納する被覆管１４及びラッパー管１２を有する遮蔽体集合体１１を配置することによって、炉心燃料領域２から遮蔽体領域６に到達した高速中性子及びγ線を遮蔽することができる。また、遮蔽体集合体１１が水素化ハフニウムを密封された被覆管１４内に収納しているので、遮蔽体集合体１１から冷却材中に放射性物質が漏洩する懸念も解消されている。 In particular, in this embodiment, the shield assembly 11 includes a plurality of shielding rods 13 in which a hafnium hydride rod 15 is disposed in a stainless steel cladding tube 14 in a stainless steel wrapper tube 12. . Fast neutrons that reach the shield region 6 from the core fuel region 2 are decelerated by the hydrogen contained in the hafnium hydride of the hafnium hydride rod 15 to decrease the velocity (energy) and are absorbed by the hafnium. That is, the neutron absorption cross section of hafnium increases. Further, the γ-rays that reach the shield region 6 from the core fuel region 2 are made of stainless steel used as a γ-ray shielding material, specifically, a stainless steel wrapper tube 12 and a stainless steel cladding tube 14, Is shielded by the action of hafnium, which has a larger atomic weight than that of iron, which is the main component of the stainless steel shielding material, and is excellent in the γ-ray shielding function. As described above, in this embodiment, the shield body 11 having the hafnium hydride, the cladding tube 14 and the wrapper tube 12 that accommodates the hafnium hydride is disposed, so that the high speed reached from the core fuel region 2 to the shield region 6. Neutrons and gamma rays can be shielded. Further, since the shield assembly 11 stores the hafnium hydride in the sealed cladding 14, the concern that radioactive substances leak from the shield assembly 11 into the coolant is also eliminated.

本実施例の炉心１において、半径方向ブランケット領域５に隣接している遮蔽体領域６を、環状に配置された一層の遮蔽体集合体１１で形成することができる理由を、以下に説明する。 In the core 1 of the present embodiment, the reason why the shield region 6 adjacent to the radial blanket region 5 can be formed by a single shield assembly 11 arranged in an annular shape will be described below.

図３及び図４に示す特性は、発明者らが検討した結果得られた特性である。図３及び図４のそれぞれの（ａ）は、A. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981年の図１２−１５に記載された高速増殖炉の炉心と同様の遮蔽体配置をした炉心（以下、第１公知炉心という）の遮蔽体領域での、半径方向における中性子の速度、実効ミクロ中性子吸収断面積、中性子束、遮蔽体主要部材の原子量、及びγ線束のそれぞれの分布を示している。これに対し、図３及び図４のそれぞれの（ｂ）は、本実施例の高速増殖炉の炉心１の遮蔽体領域での、半径方向における中性子の速度、実効ミクロ中性子吸収断面積、中性子束、遮蔽体主要部材の原子量、及びγ線束のそれぞれの分布を示している。 The characteristics shown in FIG. 3 and FIG. 4 are the characteristics obtained as a result of examination by the inventors. Each of FIGS. 3 and 4 (a) is a fast breeder reactor described in FIGS. 12-15 of AE Waltar, AB Reynolds, “Fast Breeder Rectors”, PERGAMON PRESS, p. 301, pp 479-481, 1981. Neutron velocity, effective microneutron absorption cross section, neutron flux, and atomic weight of the shield main member in the shield region of the core (hereinafter referred to as the first known core) having the same shield arrangement as the core of , And the distribution of γ-ray flux. On the other hand, (b) in FIGS. 3 and 4 shows the neutron velocity in the radial direction, effective microneutron absorption cross section, neutron flux in the shield region of the core 1 of the fast breeder reactor of this embodiment. , The atomic weight of the shield main member, and the distribution of the γ-ray flux.

第１公知炉心では、遮蔽体領域において、半径方向に、ステンレス鋼製の複数の遮蔽棒２２を有する遮蔽体集合体２１が４体配置されている。遮蔽体集合体２１の核特性は、鉄で近似することができる。鉄は水素を含む水素化物に比べると中性子の減速能がかなり低く、図３（ａ）に示すように、中性子の速度が、最も炉心１の中心側に位置する遮蔽体集合体２１（図３（ａ）では最も左側の遮蔽体集合体２１）の炉心中心側位置から、最も炉心１の外側に位置する遮蔽体集合体２１（図３（ａ）では最も右側の遮蔽体集合体２１）の炉心外側位置に向って、緩やかに減少する。したがって、半径方向での、第１公知炉心の遮蔽体領域における実効ミクロ中性子吸収断面積の増加も緩やかになり、中性子束の減少も緩やかになる。 In the first known core, four shield assemblies 21 each having a plurality of stainless steel shield rods 22 are arranged in the shield region in the radial direction. The nuclear characteristics of the shield assembly 21 can be approximated with iron. Iron has a considerably low neutron moderating ability compared with hydride containing hydrogen, and as shown in FIG. 3A, the neutron velocity is the shield assembly 21 located closest to the center of the core 1 (FIG. 3). In (a), from the core center side position of the leftmost shield assembly 21) to the shield assembly 21 positioned farthest from the core 1 (the rightmost shield assembly 21 in FIG. 3A). It gradually decreases toward the outer core position. Therefore, the increase in effective microneutron absorption cross section in the shield region of the first known core in the radial direction also becomes moderate, and the decrease in neutron flux also becomes gentle.

遮蔽体領域６において、半径方向に、水素化ハフニウムを含む複数の遮蔽棒１３を有する遮蔽体集合体１１が１体配置されている本実施例の炉心１では、中性子の速度が、遮蔽棒１３内の水素の減速効果によって、図３（ｂ）に示すように、急激に低下する。このため、遮蔽体集合体１１に入射された高速中性子が、急激に中速中性子もしくは熱中性子になる。実効ミクロ中性子吸収断面積も、水素化ハフニウム中の水素によって中性子が減速され速度（エネルギー）が減少することによってハフニウムの中性子吸収断面積が増加する作用により、遮蔽体領域６の半径方向において急激に増加する。この結果、図３（ｂ）に示すように、中性子束が、遮蔽体領域６の半径方向において、急激に減衰する。遮蔽体集合体１１の炉心外側位置での中性子束は、遮蔽体集合体２１の炉心外側位置での中性子束よりも小さくなる。したがって、第１公知炉心のように半径方向に４体の遮蔽体集合体２１を配置しなくても、遮蔽体領域６の半径方向に１体の遮蔽体集合体１１を配置することによって、中性子の遮蔽を第１公知炉心よりも効果的に行うことができる。 In the core 1 of the present embodiment in which one shield assembly 11 having a plurality of shield rods 13 containing hafnium hydride is arranged in the shield region 6 in the radial direction, the velocity of the neutron is the shield rod 13. As shown in FIG. 3B, the hydrogen decelerates rapidly due to the hydrogen deceleration effect. For this reason, the fast neutrons incident on the shield assembly 11 suddenly become medium-speed neutrons or thermal neutrons. The effective micro neutron absorption cross section is also abruptly increased in the radial direction of the shield region 6 due to the action of increasing the neutron absorption cross section of hafnium by decelerating the velocity of neutrons by hydrogen in the hafnium hydride and reducing the velocity (energy). To increase. As a result, as shown in FIG. 3B, the neutron flux is rapidly attenuated in the radial direction of the shield region 6. The neutron flux at the outer core position of the shield assembly 11 is smaller than the neutron flux at the outer core position of the shield assembly 21. Therefore, by disposing one shield assembly 11 in the radial direction of the shield region 6 without arranging the four shield assemblies 21 in the radial direction as in the first known core, neutrons can be obtained. Can be more effectively shielded than the first known core.

発明者らは、本実施例の炉心１及び第１公知炉心におけるγ線の遮蔽についても検討した。この検討結果を図４に示す。 The inventors also examined the shielding of γ rays in the core 1 and the first known core of this example. The result of this examination is shown in FIG.

ある媒体に入射されたγ線の強度Ｉは、（１）式で求められる。 The intensity I of the γ rays incident on a certain medium can be obtained by the equation (1).

Ｉ（ｘ）＝Ｉ_０ｅｘｐ（−μｘ） ……（１）
ここで、Ｉ_０はその媒体の入口におけるγ線の強度、μはその媒体のγ線の吸収係数、及びｘは媒体におけるγ線の入射位置からの距離である。 I (x) = I ₀ exp (−μx) (1)
Here, I ₀ is the intensity of γ rays at the entrance of the medium, μ is the absorption coefficient of γ rays of the medium, and x is the distance from the incident position of γ rays in the medium.

γ線の吸収係数μは（２）式で算出される。 The absorption coefficient μ of γ rays is calculated by the equation (2).

μ＝μ_photon＋μ_compton＋μ_pair ……（２）
ここで、μ_photonは光電効果によるγ線の吸収成分、μ_comptonはコンプトン効果によるγ線の吸収成分及びμ_pairは電子・陽電子対生成によるγ線の吸収成分である。 μ = μ _photon + μ _compton + μ _pair (2)
Here, μ _photon is an absorption component of γ rays due to photoelectric effect, μ _compton is an absorption component of γ rays due to Compton effect, and μ _pair is an absorption component of γ rays due to generation of electron / positron pair.

光電効果によるγ線の吸収成分の発生確率σ_photonは（３）式で表され、コンプトン効果によるγ線の吸収成分の発生確率σ_comptonは（４）式で表され、電子・陽電子対生成によるγ線の吸収成分の発生確率σ_pairは（５）式で表される。 The generation probability σ _photon of the γ-ray absorption component due to the photoelectric effect is expressed by the equation (3), and the generation probability σ _compton of the γ-ray absorption component due to the Compton effect is expressed by the equation (4). The occurrence probability σ _pair of the γ-ray absorption component is expressed by equation (5).

σ_photon∝Ｚ^５／（ｈν）^３．５ ……（３）
σ_compton＝Ｚ／（ｈν） ……（４）
σ_pair∝Ｚ^２（ｈν−２ｍ_ｅ） ……（５）
ここで、Ｚは原子番号、ｈはプランク定数、νは光子（γ線）の振動数、ｈνは光子のエネルギー及びｍ_ｅは電子の質量である。 σ _photon ∝Z ⁵ / (hν) ^3.5 …… (3)
σ _compton = Z / (hν) (4)
_{^{_{σ pair αZ 2 (hν-2m}}} e) ...... (5)
Here, Z is the atomic number, h is Planck's constant, [nu is the frequency of the photons (gamma rays), hv is the energy and m _e of the photons is the electron mass.

天然鉄の原子量が図４（ａ）に示すように５５．８であり、天然ハフニウムの原子量が図４（ｂ）に示すように１７８．５である。このため、第１公知炉心の遮蔽体領域に配置されたステンレス鋼製の遮蔽体集合体２１に比べて、本実施例の炉心１の遮蔽体領域６に配置された遮蔽体集合体１１におけるγ線の減衰効果が大きくなる。図４（ａ）及び図４（ｂ）に示すように、第１公知炉心の遮蔽体領域で半径方向において配置された４体の遮蔽体集合体２１を配置した場合よりも、本実施例の炉心１の遮蔽体領域６で半径方向において配置された１体の遮蔽体集合体１１を配置した場合において、炉心外側位置でのγ線束が小さくなる。したがって、炉心の半径方向において１体の遮蔽体集合体１１を配置した本実施例の炉心１で、γ線の遮蔽効果が大きくなる。 The atomic weight of natural iron is 55.8 as shown in FIG. 4 (a), and the atomic weight of natural hafnium is 178.5 as shown in FIG. 4 (b). For this reason, compared with the stainless steel shield assembly 21 arranged in the shield region of the first known core, γ in the shield assembly 11 arranged in the shield region 6 of the core 1 of the present embodiment. The attenuation effect of the line is increased. As shown in FIGS. 4 (a) and 4 (b), this embodiment is more effective than the case where four shield assemblies 21 arranged in the radial direction in the shield region of the first known core are arranged. In the case where one shield assembly 11 arranged in the radial direction in the shield region 6 of the core 1 is arranged, the γ-ray flux at the position outside the core becomes small. Therefore, in the core 1 of the present embodiment in which one shield assembly 11 is arranged in the radial direction of the core, the shielding effect of γ rays is increased.

発明者らは、さらに、JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年の図４．１．４−２に記載された高速増殖炉の炉心と同様の遮蔽体配置をした炉心（以下、第２公知炉心という）における中性子及びγ線の遮蔽効果についても検討した。この検討結果を図５及び図６に示す。図５及び図６のそれぞれの（ａ）は、第２公知炉心の遮蔽体領域での、半径方向における中性子の速度、実効ミクロ中性子吸収断面積、中性子束、遮蔽体主要部材の原子量、及びγ線束のそれぞれの分布を示している。図５及び図６のそれぞれの（ｂ）は、図３及び図４のそれぞれの（ｂ）に示す本実施例の炉心１に対する各特性と同じである。これは、第２公知炉心の遮蔽体領域の遮蔽効果と本実施例の炉心１の遮蔽体領域６の遮蔽効果を比較しやすくするためである。 The inventors further have a core having a shield arrangement similar to that of the fast breeder reactor core described in JAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009, Fig. 4.1.4-2. Hereinafter, the shielding effect of neutrons and γ rays in the second known core) was also examined. The examination results are shown in FIGS. Each of FIGS. 5 and 6A shows the neutron velocity in the radial direction, effective microneutron absorption cross section, neutron flux, atomic weight of the shield main member, and γ in the shield region of the second known core. Each distribution of wire bundles is shown. Each of FIG. 5 and FIG. 6B is the same as each characteristic of the core 1 of the present embodiment shown in FIG. 3B and FIG. 4B. This is to make it easier to compare the shielding effect of the shield region of the second known core and the shielding effect of the shield region 6 of the core 1 of this embodiment.

第２公知炉心では、遮蔽体領域（ＳＵＳ遮蔽体領域及びＺｒ−Ｈ遮蔽体領域）において、半径方向に、第１公知炉心に用いられる１体の遮蔽体集合体２１、及びＺｒ−Ｈを含む複数の遮蔽棒２４を有する１体の遮蔽体集合体２３を配置している。第２公知炉心の遮蔽体領域に配置した１体の遮蔽体集合体２１では、前述した第１公知炉心で最も炉心中心側に配置された遮蔽体集合体２１と同様に、中性子の速度が低下する（図５（ａ）参照）。しかしながら、その１体の遮蔽体集合体２１に隣接して外側に位置する１体の遮蔽体集合体２３では、水素の減速効果により中性子の速度が急激に低下する（図５（ａ）参照）。この結果、第２公知炉心の遮蔽体領域の半径方向において、実効ミクロ中性子吸収断面積も遮蔽体集合体２３で増加し、中性子束も遮蔽体集合体２３で大きく減少する。本実施例の炉心１の遮蔽体領域６では、半径方向に１体の遮蔽体集合体１１を配置するだけで、この遮蔽体集合体１１の炉心外側位置での中性子束が、第２公知炉心の遮蔽体集合体２３の炉心外側位置での中性子束よりも小さくなっている（図５（ｂ）参照）。このため、本実施例の炉心１の遮蔽体領域６での中性子の遮蔽効果は、第２公知炉心の遮蔽体領域での中性子の遮蔽効果よりも大きくなる。 In the second known core, the shield region (SUS shield region and Zr-H shield region) includes one shield assembly 21 and Zr-H used in the first known core in the radial direction. A single shield assembly 23 having a plurality of shield rods 24 is arranged. In the single shield assembly 21 arranged in the shield region of the second known core, the neutron speed is reduced in the same manner as the shield assembly 21 arranged closest to the core center in the first known core described above. (See FIG. 5A). However, in the single shield assembly 23 located on the outer side adjacent to the single shield assembly 21, the neutron velocity rapidly decreases due to the hydrogen deceleration effect (see FIG. 5A). . As a result, in the radial direction of the shield region of the second known core, the effective micro neutron absorption cross-sectional area also increases in the shield assembly 23, and the neutron flux also greatly decreases in the shield assembly 23. In the shield region 6 of the core 1 of the present embodiment, only one shield assembly 11 is arranged in the radial direction, and the neutron flux at the position outside the core of the shield assembly 11 is changed to the second known core. This is smaller than the neutron flux at the position outside the core of the shield assembly 23 (see FIG. 5B). For this reason, the neutron shielding effect in the shield region 6 of the core 1 of this embodiment is greater than the neutron shielding effect in the shield region of the second known core.

中速中性子及び熱中性子に対するジルコニウムの実効ミクロ中性子吸収断面積は、ハフニウムにおけるその実効ミクロ中性子吸収断面積に比べて２桁程度小さい。このため、第２公知炉心では、遮蔽体集合体２３においてＺｒ−Ｈを含む遮蔽棒２４のステンレス鋼製の被覆管及びラッパー管の厚みを、本実施例の炉心１に用いられる遮蔽体集合体１１の水素化ハフニウムを含む遮蔽棒１３の被覆管１４及びラッパー管１２の厚みよりも厚くしている。このように、遮蔽体集合体２３の被覆管及びラッパー管の厚みを増大させることにより、被覆管及びラッパー管に含まれる鉄による中速中性子及び熱中性子の吸収量を増加している。鉄の実効ミクロ中性子吸収断面積は、ジルコニウムのそれの１０倍程度大きくなっている。換言すれば、本実施例の炉心１に装荷される遮蔽体集合体１１では水素化ハフニウムを含む遮蔽棒１３の被覆管１４及びラッパー管１２の厚みを、第２公知炉心に装荷される遮蔽体集合体２３の遮蔽棒２４の被覆管及びラッパー管の厚みよりも薄くできるので、放射性廃棄物の量を減らすことができる。 The effective microneutron absorption cross section of zirconium for medium speed neutrons and thermal neutrons is about two orders of magnitude smaller than that of hafnium. For this reason, in the second known core, the shield assembly 24 used in the core 1 of the present embodiment has the same thickness as the shield tube 24 and the wrapper tube of the shield rod 24 containing Zr-H in the shield assembly 23. 11 is made thicker than the thickness of the cladding tube 14 and the wrapper tube 12 of the shielding rod 13 containing hafnium hydride. Thus, by increasing the thickness of the cladding tube and the wrapper tube of the shield assembly 23, the amount of absorption of medium-speed neutrons and thermal neutrons by iron contained in the cladding tube and the wrapper tube is increased. The effective microneutron absorption cross section of iron is about 10 times larger than that of zirconium. In other words, in the shield assembly 11 loaded in the core 1 of the present embodiment, the thickness of the cladding tube 14 and the wrapper tube 12 of the shielding rod 13 containing hafnium hydride is set to the shielding body loaded in the second known core. Since the thickness of the covering tube and the wrapper tube of the shielding rod 24 of the assembly 23 can be made thinner, the amount of radioactive waste can be reduced.

γ線の遮蔽についても説明する。第２公知炉心の遮蔽体領域では、図６（ａ）に示すように、半径方向におけるγ線束は、遮蔽体集合体２３において大きく低減される。しかしながら、本実施例の炉心１では、１体の遮蔽体集合体１１によって、第２公知炉心の遮蔽体領域に比べてγ線束の低減幅を大きくすることができる。 γ-ray shielding will also be described. In the shield region of the second known core, the γ-ray flux in the radial direction is greatly reduced in the shield assembly 23 as shown in FIG. However, in the core 1 of this embodiment, the single shield assembly 11 can increase the reduction width of the γ-ray flux as compared with the shield region of the second known core.

本実施例の炉心１では、遮蔽体領域６の半径方向に配置した１体の遮蔽体集合体１１によって、第２公知炉心の遮蔽体領域よりも中性子及びγ線の遮蔽効果が増大する。 In the core 1 of the present embodiment, the shielding effect of neutrons and γ rays is increased by the single shield assembly 11 arranged in the radial direction of the shield region 6 as compared with the shield region of the second known core.

本発明の他の実施例である実施例２の高速増殖炉の炉心を、図７及び図８を用いて説明する。 A core of a fast breeder reactor according to embodiment 2, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIGS.

本実施例の高速増殖炉の炉心１Ａは、実施例１の高速増殖炉の炉心１において遮蔽体領域６に装荷した遮蔽体集合体１１を遮蔽体集合体１１Ａに替えた構成を有する。高速増殖炉の炉心１Ａの他の構成は高速増殖炉の炉心１と同じである。 The core 1A of the fast breeder reactor of the present embodiment has a configuration in which the shield assembly 11 loaded in the shield region 6 in the core 1 of the fast breeder reactor of the first embodiment is replaced with a shield assembly 11A. The other structure of the core 1A of the fast breeder reactor is the same as the core 1 of the fast breeder reactor.

遮蔽体集合体１１Ａは、密封された被覆管１４内にハフニウム棒２６を収納している複数の遮蔽棒（第１遮蔽棒）２５（図８（ｃ）参照）、及び密封された被覆管１４内に水素化ジルコニウム２８を収納した複数の遮蔽棒（第２遮蔽棒）２７（図８（ｂ）参照）を備えている（図８（ａ）参照）。水素化ジルコニウムは固体減速材（中性子を吸収しない固体減速材）である。複数の遮蔽棒２５及び複数の遮蔽棒２７は遮蔽体集合体１１Ａのラッパー管１２内に配置され、１本の遮蔽棒２５が遮蔽体集合体１１Ａの中心に配置され、この遮蔽棒２５の周りを取り囲んだ複数の遮蔽棒２７の環状配置と複数の遮蔽棒２５の環状配置が交互に配置されている。換言すれば、一部の遮蔽棒２７がラッパー管１２の内面に隣接して環状に配置され、残りの遮蔽棒２７及び複数の遮蔽棒２５が環状に配置された遮蔽棒２７よりも内側に配置される。遮蔽体集合体１１Ａは、実施例１における遮蔽体集合体１１と同様に、遮蔽体領域６において半径方向に１体だけ装荷されている。複数の遮蔽体集合体１１Ａが、遮蔽体領域６内において、半径方向ブランケット領域５に隣接して半径方向ブランケット領域５を取り囲んで環状に一層配置されている
遮蔽棒２７に収納された水素化ジルコニウムの水素（Ｈ）対ジルコニウム（Ｚｒ）の原子数比（Ｘ＝Ｈ／Ｚｒ）、及び遮蔽棒２７と遮蔽棒２５の本数比を調節することによって、遮蔽体集合体１１Ａは、実施例１の炉心１に用いた遮蔽体集合体１１と同等の中性子及びγ線の遮蔽効果を得ることができる。なお、水素化ジルコニウムは、水素化ハフニウムよりも水素をたくさん保有できるので、水素化ハフニウムよりも減速作用が大きい。 The shield assembly 11 A includes a plurality of shielding rods (first shielding rods) 25 (see FIG. 8C) in which a hafnium rod 26 is accommodated in the sealed cladding tube 14, and the sealed cladding tube 14. A plurality of shielding rods (second shielding rods) 27 (see FIG. 8B) in which zirconium hydride 28 is housed are provided (see FIG. 8A). Zirconium hydride is a solid moderator (solid moderator that does not absorb neutrons). The plurality of shielding rods 25 and the plurality of shielding rods 27 are disposed in the wrapper tube 12 of the shield assembly 11A, and one shielding rod 25 is disposed at the center of the shield assembly 11A. The annular arrangement of the plurality of shielding rods 27 surrounding each other and the annular arrangement of the plurality of shielding rods 25 are alternately arranged. In other words, a part of the shielding rods 27 are arranged annularly adjacent to the inner surface of the wrapper tube 12, and the remaining shielding rods 27 and the plurality of shielding rods 25 are arranged inside the shielding rods 27 arranged annularly. Is done. As with the shield assembly 11 in the first embodiment, only one shield assembly 11A is loaded in the shield region 6 in the radial direction. Zirconium hydride housed in a shield rod 27 in which a plurality of shield assemblies 11A are arranged in a single layer in the shield region 6 adjacent to the radial blanket region 5 and surrounding the radial blanket region 5 By adjusting the atomic ratio (X = H / Zr) of hydrogen (H) to zirconium (Zr) and the number ratio of the shielding rod 27 and the shielding rod 25, the shield assembly 11A is The same neutron and γ-ray shielding effect as that of the shield assembly 11 used in the core 1 can be obtained. Zirconium hydride can hold a larger amount of hydrogen than hafnium hydride, and thus has a moderating action greater than that of hafnium hydride.

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。 In the present embodiment, each effect produced in the first embodiment can be obtained.

本発明の他の実施例である実施例３の高速増殖炉の炉心を、図９及び図１０を用いて説明する。 A core of a fast breeder reactor according to embodiment 3, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIGS.

本実施例の高速増殖炉の炉心１Ｂは、実施例１の高速増殖炉の炉心１において遮蔽体領域６に装荷した遮蔽体集合体１１を遮蔽体集合体１１Ｂに替え、半径方向ブランケット領域５を取り除いた構成を有する。高速増殖炉の炉心１Ａの他の構成は高速増殖炉の炉心１と同じである。 In the core 1B of the fast breeder reactor of the present embodiment, the shield assembly 11 loaded in the shield region 6 in the core 1 of the fast breeder reactor of the first embodiment is replaced with the shield assembly 11B, and the radial blanket region 5 is changed. It has the structure removed. The other structure of the core 1A of the fast breeder reactor is the same as the core 1 of the fast breeder reactor.

遮蔽体集合体１１Ｂは、実施例２で遮蔽体領域６に装荷された遮蔽体集合体１１Ａと同様に、複数の遮蔽棒２５及び複数の遮蔽棒２７を有している。遮蔽体集合体１１Ｂでは、ハフニウム棒２６を有する複数の遮蔽棒（第１遮蔽棒）２５をラッパー管１２の内面に隣接させて環状に一層だけ配置し、水素化ジルコニウム２８を有する複数の遮蔽棒（第２遮蔽棒）２７を環状に配置された複数の遮蔽棒２５の内側に配置している。遮蔽体集合体１１Ｂは、実施例１における遮蔽体集合体１１と同様に、遮蔽体領域６において半径方向に１体だけ装荷されている。遮蔽体集合体１１Ｂを装荷した遮蔽体領域６が、炉心燃料領域２、具体的には、外側炉心燃料領域４に隣接して外側炉心燃料領域４を取り囲んでいる。 The shield assembly 11B includes a plurality of shielding rods 25 and a plurality of shielding rods 27 in the same manner as the shield assembly 11A loaded in the shielding body region 6 in the second embodiment. In the shield assembly 11 B, a plurality of shielding rods (having a rod of hafnium) 26 (first shielding rods) 25 are arranged adjacent to the inner surface of the wrapper tube 12 in a single annular shape, and a plurality of shielding rods having zirconium hydride 28. (Second shielding rod) 27 is arranged inside the plurality of shielding rods 25 arranged in an annular shape. As with the shield assembly 11 in the first embodiment, only one shield assembly 11B is loaded in the shield region 6 in the radial direction. A shield region 6 loaded with the shield assembly 11 B surrounds the outer core fuel region 4 adjacent to the core fuel region 2, specifically, the outer core fuel region 4.

遮蔽体集合体１１Ｂを遮蔽体領域６に装荷した炉心１Ｂでは、炉心燃料領域２から飛来した高速中性子が、遮蔽体集合体１１Ｂの軸心付近に配置された遮蔽棒２７内の水素化ジルコニウム２８で減速され、中速中性子もしくは熱中性子になる。この中速中性子もしくは熱中性子が、散乱によって、高速中性子を減速した遮蔽棒２７から炉心燃料領域２に向かって進んでも、その遮蔽体集合体１１Ｂのラッパー管１２の内面に隣接して配置された遮蔽棒２５内に収納されている、低エネルギーの中性子に対して中性子吸収断面積が大きなハフニウムに吸収される。このため、遮蔽棒２７で生成された中速中性子もしくは熱中性子が遮蔽体領域６から炉心燃料領域２に漏れる確率が小さくなる。遮蔽体領域６を外側炉心燃料領域４に隣接させた場合でも、遮蔽体集合体１１Ｂからこの遮蔽体集合体１１Ｂに隣接した燃料集合体９に入射する中速中性子もしくは熱中性子が非常に少なくなるので、遮蔽体集合体１１Ｂに隣接した、Ｐｕ富化度が高い燃料集合体９で、熱出力のピークが発生する可能性を排除できる。従って、遮蔽体集合体１１Ｂを外側炉心燃料領域４に装荷された燃料集合体９に隣接して配置することができるので、高い増殖比への要求が少ない、高速増殖炉の平衡炉心において半径方向ブランケット領域を削除することができる。 In the core 1B in which the shield assembly 11B is loaded in the shield region 6, fast neutrons flying from the core fuel region 2 cause zirconium hydride 28 in the shield rod 27 disposed in the vicinity of the axis of the shield assembly 11B. Will slow down to medium neutrons or thermal neutrons. Even if this medium speed neutron or thermal neutron travels from the shielding rod 27 decelerating the fast neutron to the core fuel region 2 by scattering, it is arranged adjacent to the inner surface of the wrapper tube 12 of the shield assembly 11B. Hafnium, which has a large neutron absorption cross section with respect to low energy neutrons housed in the shielding rod 25, is absorbed. For this reason, the probability that medium-speed neutrons or thermal neutrons generated by the shield rod 27 leak from the shield region 6 to the core fuel region 2 is reduced. Even when the shielding body region 6 is adjacent to the outer core fuel region 4, medium speed neutrons or thermal neutrons incident on the fuel assembly 9 adjacent to the shielding body assembly 11B from the shielding body assembly 11B become very small. Therefore, it is possible to eliminate the possibility that a peak of heat output occurs in the fuel assembly 9 adjacent to the shield assembly 11B and having a high Pu enrichment. Therefore, since the shield assembly 11B can be disposed adjacent to the fuel assembly 9 loaded in the outer core fuel region 4, the radial direction is achieved in the equilibrium core of the fast breeder reactor, which requires less high growth ratio. The blanket area can be deleted.

本実施例は、全炉心構成要素の体数に対する遮蔽体領域６内に装荷された全遮蔽体集合体１１Ｂの体数の割合を小さくすることができ、実施例２の炉心１Ａで生じる各効果を得ることができる。本実施例は、さらに、高速増殖炉の平衡炉心において遮蔽体領域６に遮蔽体集合体１１Ｂを装荷することによって半径方向ブランケット領域を削除することができ、炉心をさらにコンパクト化することができる。 In the present embodiment, the ratio of the number of all shield assemblies 11B loaded in the shield region 6 to the number of all core components can be reduced, and each effect generated in the core 1A of the second embodiment. Can be obtained. In this embodiment, furthermore, the radial blanket region can be eliminated by loading the shield assembly 11B in the shield region 6 in the equilibrium core of the fast breeder reactor, and the core can be made more compact.

本発明の他の実施例である実施例４の高速増殖炉の炉心を、図１１及び図１２を用いて説明する。 A core of a fast breeder reactor according to embodiment 4, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIGS.

本実施例の高速増殖炉の炉心１Ｃは、実施例１の高速増殖炉の炉心１において複数の遮蔽体集合体２９を装荷した遮蔽体領域２８を追加し、半径方向ブランケット領域を削除した構成を有する。高速増殖炉の炉心１Ｃの他の構成は高速増殖炉の炉心１と同じである。本実施例の炉心１Ｃは、水素化ハフニウムを含む複数の遮蔽体集合体１１を装荷した遮蔽体領域（第１遮蔽体領域）６、及び複数の遮蔽体集合体２９を装荷した遮蔽体領域（第２遮蔽体領域）２８を有する。炉心１Ｃが適用される高速増殖炉の電気出力は、１５０万ｋＷｅである。 The core 1C of the fast breeder reactor of the present embodiment has a configuration in which a shield region 28 loaded with a plurality of shield assemblies 29 is added to the core 1 of the fast breeder reactor of the first embodiment, and the radial blanket region is deleted. Have. The other structure of the core 1C of the fast breeder reactor is the same as the core 1 of the fast breeder reactor. The core 1C of the present embodiment includes a shield region (first shield region) 6 loaded with a plurality of shield assemblies 11 containing hafnium hydride, and a shield region loaded with a plurality of shield assemblies 29 ( A second shield region) 28. The electrical output of the fast breeder reactor to which the core 1C is applied is 1.5 million kWe.

遮蔽体集合体２９は、図１２に示すように、横断面が正六角形のラッパー管１２内に複数のステンレス棒３０を配置して構成される。複数の遮蔽体集合体２９を装荷した遮蔽体領域２８は、外側炉心燃料領域４に隣接して外側炉心燃料領域４を取り囲んでいる。遮蔽体領域６が遮蔽体領域２８を取り囲んでいる。 As shown in FIG. 12, the shield assembly 29 is configured by arranging a plurality of stainless rods 30 in a wrapper pipe 12 having a regular hexagonal cross section. A shield region 28 loaded with a plurality of shield assemblies 29 surrounds the outer core fuel region 4 adjacent to the outer core fuel region 4. The shield region 6 surrounds the shield region 28.

炉心１Ｃは、増殖比を高くする必要がなく、燃料集合体に含まれたＰｕと、寿命になって炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料の再処理及び燃料集合体製造時における核燃料のロス分を考慮したＰｕがバランスすれば良い時期である、高速増殖炉の平衡期に適用することが好ましい。本実施例の高速増殖炉の炉心１Ｃでは、高富化度のＰｕを含んでいる燃料集合体９と水素化ハフニウムを含む遮蔽体集合体１１が隣接していないので、遮蔽体集合体１１に含まれる水素で減速されて生成される低エネルギーの中性子が燃料集合体９に入射され、この燃料集合体９内で熱出力のピークが形成されることを回避できる。 The core 1C does not need to have a high growth ratio, and reprocessing and fuel assembly of Pu contained in the fuel assembly and spent nuclear fuel contained in the spent fuel assembly removed from the core at the end of its life. It is preferable to apply to the equilibrium period of the fast breeder reactor, which is a time when Pu considering the loss of nuclear fuel at the time of body production should be balanced. In the core 1C of the fast breeder reactor of the present embodiment, the fuel assembly 9 containing highly enriched Pu and the shield assembly 11 containing hafnium hydride are not adjacent to each other, and therefore included in the shield assembly 11. It is possible to avoid low energy neutrons generated by being decelerated by the generated hydrogen entering the fuel assembly 9 and forming a peak of heat output in the fuel assembly 9.

本実施例の炉心１Ｃは、半径方向ブランケット領域が不要であるので、A. E. Waltar, A. B. Reynolds,「Fast Breeder Rectors」, PERGAMON PRESS, p.301, pp479-481, 1981年及びJAEA-Evaluation 2009-003, pp.37-43, 2009年のそれぞれに記載された炉心よりもコンパクト化される。 Since the core 1C of this embodiment does not require a radial blanket region, AE Waltar, AB Reynolds, “Fast Breeder Rectors”, PERGAMON PRESS, p. 301, pp 479-481, 1981 and JAEA-Evaluation 2009-003 , pp.37-43, 2009, and more compact than the core described in each.

炉心１Ｃにおいて、遮蔽体集合体１１の替りに、遮蔽体集合体１１Ａまたは遮蔽体集合体１１Ｂを用いてもよい。炉心１Ｃにおいて遮蔽体集合体１１Ａまたは遮蔽体集合体１１Ｂを用いた場合には、遮蔽棒２７に含まれる水素化ジルコニウムを、他の固体減速材（中性子を吸収しない固体減速材）である金属水素化物、例えば、水素化イットリウム（ＹＨ_２）または水素化カルシウム（ＣａＨ_２）に替えてもよい。 In the core 1 C, a shield assembly 11 A or a shield assembly 11 B may be used instead of the shield assembly 11. When the shield assembly 11A or the shield assembly 11B is used in the core 1C, zirconium hydride contained in the shield rod 27 is replaced with metal hydrogen that is another solid moderator (solid moderator that does not absorb neutrons). It may be replaced by a hydride such as yttrium hydride (YH ₂ ) or calcium hydride (CaH ₂ ).

実施例２及び３で用いた遮蔽体集合体１１Ａ，１１Ｂでも、遮蔽棒２７に含まれる水素化ジルコニウムを、他の固体減速材（中性子を吸収しない固体減速材）である他の金属水素化物、例えば、水素化イットリウムまたは水素化カルシウムに替えてもよい。遮蔽体集合体１１Ａ，１１Ｂにおいて、遮蔽棒２５に含まれるハフニウムを、ガドリニウム等の可燃性毒物に替えてもよい。さらに、遮蔽体集合体１１において、遮蔽棒１３に含まれる水素化ハフニウムを、中性子を吸収する他の水素化物である水素化ガドリニウム（Ｇｄ−Ｈｘ）に替えてもよい。 In the shield assemblies 11A and 11B used in Examples 2 and 3, zirconium hydride contained in the shielding rod 27 is replaced with other metal hydrides that are other solid moderators (solid moderators that do not absorb neutrons), For example, it may be replaced with yttrium hydride or calcium hydride. In the shield aggregates 11A and 11B, hafnium contained in the shield rod 25 may be replaced with a flammable poison such as gadolinium. Furthermore, in the shield assembly 11, the hafnium hydride contained in the shield rod 13 may be replaced with gadolinium hydride (Gd-Hx), which is another hydride that absorbs neutrons.

１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ…炉心、２…炉心燃料領域、３…内側炉心燃料領域、４…外側炉心燃料領域、５…半径方向ブランケット領域、６…遮蔽体領域、８，９…燃料集合体、１１，１１Ａ，１１Ｂ，２９…遮蔽体集合体、１３，２５，２７…遮蔽棒、３０…ステンレス棒。 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1,1A, 1B, 1C ... Core, 2 ... Core fuel area, 3 ... Inner core fuel area, 4 ... Outer core fuel area, 5 ... Radial blanket area, 6 ... Shield body area, 8, 9 ... Fuel assembly 11, 11A, 11B, 29 ... shield assembly, 13, 25, 27 ... shield rod, 30 ... stainless steel rod.

Claims

A core fuel region loaded with a plurality of fuel assemblies, a radial blanket region surrounding the core fuel region, and a shield region surrounding the radial blanket region;
A plurality of shields including a hydride that absorbs neutrons are arranged in an annular shape in the shield region, adjacent to the radial blanket region and surrounding the radial blanket region. Breeder reactor core.

The fast breeder reactor core according to claim 1, wherein the shield region is formed by an annular array of the shields in one layer.

The fast breeder reactor core according to claim 1 or 2, wherein the hydride is hafnium hydride or gadolinium hydride.

A core fuel region loaded with a plurality of fuel assemblies, and a shield region surrounding the core fuel region;
A core of a fast breeder reactor, wherein a plurality of shields including one of hafnium and gadolinium and a solid moderator are arranged in an annular shape surrounding the core fuel region in the shield region.

A radial blanket region surrounding the core fuel region is disposed between the core fuel region and the shield region, the shield region surrounding the radial blanket region;
The shielding body includes a cylindrical body, and a plurality of first shielding bars including any of the hafnium and gadolinium and a plurality of second shielding bars including the solid moderator disposed in the cylindrical body. ,
The plurality of second shielding rods are arranged annularly adjacent to the inner surface of the cylindrical body, and the plurality of first shielding rods are arranged inside the plurality of second shielding rods arranged annularly. ,
5. The fast breeder reactor core according to claim 4, wherein the plurality of shields are annularly arranged in the shield region adjacent to the radial blanket region and surrounding the radial blanket region. 6.

The shielding body includes a cylindrical body, and a plurality of first shielding bars including any of the hafnium and gadolinium and a plurality of second shielding bars including the solid moderator disposed in the cylindrical body. ,
The plurality of first shielding rods are arranged annularly adjacent to the inner surface of the cylindrical body, and the plurality of second shielding rods are arranged inside the plurality of first shielding rods arranged annularly. ,
5. The fast breeder reactor core according to claim 4, wherein the plurality of shields are annularly arranged in the shield region adjacent to the core fuel region and surrounding the core fuel region. 6.

The core of a fast breeder reactor according to claim 5 or 6, wherein the shield region is formed by an annular array of the shields in one layer.

The core of a fast breeder reactor according to any one of claims 4 to 7, wherein the solid moderator is zirconium hydride, yttrium hydride, or calcium hydride.

A core fuel region loaded with a plurality of fuel assemblies, a first shield region surrounding the core fuel region, and a second shield region surrounding the first shield region;
A plurality of first shields including stainless steel as a shielding material are arranged in a ring shape in the first shield region, surrounding the core fuel region adjacent to the core fuel region,
A plurality of second shields including a hydride that absorbs neutrons are arranged in a single layer in the second shield region so as to surround the first shield region adjacent to the first shield region. A fast breeder reactor core characterized by

The fast breeder reactor core according to claim 9, wherein the hydride is hafnium hydride or gadolinium hydride.

A core fuel region loaded with a plurality of fuel assemblies, a first shield region surrounding the core fuel region, and a second shield region surrounding the first shield region;
A plurality of first shields including stainless steel as a shielding material are arranged in a ring shape in the first shield region, surrounding the core fuel region adjacent to the core fuel region,
A plurality of second shields including hafnium and a solid moderator are disposed in an annular shape in the second shield region so as to surround the first shield region adjacent to the first shield region. A fast breeder reactor core characterized by

The second shielding body includes a cylindrical body, and a plurality of first shielding bars including any of the hafnium and gadolinium and a plurality of second shielding bars including the solid moderator disposed in the cylindrical body. Have
The plurality of second shielding rods are arranged annularly adjacent to the inner surface of the cylindrical body, and the plurality of first shielding rods are arranged inside the plurality of second shielding rods arranged annularly. The core of the fast breeder reactor according to claim 11.

The second shielding body includes a cylindrical body, and a plurality of first shielding bars including any of the hafnium and gadolinium and a plurality of second shielding bars including the solid moderator disposed in the cylindrical body. Have
The plurality of first shielding rods are arranged annularly adjacent to the inner surface of the cylindrical body, and the plurality of second shielding rods are arranged inside the plurality of first shielding rods arranged annularly. The core of the fast breeder reactor according to claim 11.

The core of a fast breeder reactor according to any one of claims 11 to 13, wherein the solid moderator is zirconium hydride, yttrium hydride, or calcium hydride.